FR2972460A1 - Procede de traitement d'une surface exterieure d'un element tubulaire pour ameliorer la resistance a l'usure et a la corrosion dans un reacteur nucleaire refroidi a l'eau, et systeme correspondant - Google Patents

Abstract

L'invention concerne des éléments tubulaires, tels que des barres de contrôles 34, qui sont conçus pour être utilisés dans de l'eau à haute pression et à des températures élevées dans des réacteurs nucléaires, tels que des réacteurs nucléaires à eau sous pression. En particulier, il s'agit d'un procédé pour améliorer la résistance à l'usure et la résistance à la corrosion par dépôt d'un revêtement protecteur ayant une profondeur comprise entre environ 5 et environ 25 µm sur la surface des éléments tubulaires. Le revêtement est réalisé par nitruration de l'élément tubulaire à une température comprise entre environ 400°C et environ 440°C. La nitruration de l'élément tubulaire peut être réalisée pendant une durée comprise entre environ 12 heures et environ 40 heures. L'invention concerne également un système de traitement pour traiter des éléments tubulaires tels que des barres de contrôles 34.

Description

B 12-0760FR 1 Procédé de traitement d'une surface extérieure d'un élément tubulaire pour améliorer la résistance à l'usure et à la corrosion dans un réacteur nucléaire refroidi à l'eau, et système correspondant La présente invention concerne des éléments tubulaires, tels que des barres de contrôle et des assemblages de grappes de commande, destinés à être utilisés dans l'eau sous haute pression et à haute température de réacteurs nucléaires, par exemple de réacteurs nucléaires à eau sous pression. En particulier, la présente invention concerne un système et un procédé de traitement de ces éléments tubulaires, afin d'améliorer leur résistance à l'usure et leur résistance à la corrosion. Dans une centrale nucléaire, les assemblages combustibles du coeur du réacteur nucléaire comportent des assemblages de grappes de commande ("RCCA") pour contrôler la réactivité. La puissance produite par le réacteur nucléaire est en général contrôlée en soulevant (par exemple en retirant) ou en abaissant (par exemple en introduisant) les grappes de commande dans le coeur du réacteur. Le changement de la puissance délivrée par le réacteur, qui est nécessaire pour s'adapter à un changement de la puissance appelée de la centrale nucléaire est en général désigné par le terme "suivi de charge". Les grappes de commande RCCA se composent d'une pluralité de barres de contrôle absorbant les neutrons, qui sont fixées par leurs extrémités supérieures à un pommeau commun ou assemblage d'araignée. Le corps de chaque barre de contrôle est en général constitué d'un tube en acier inoxydable qui renferme un matériau absorbant les neutrons. Chaque barre de contrôle est glissée dans un élément de guidage tubulaire de l'assemblage combustible. Un mécanisme d'entraînement et de commande, situé à proximité de l'extrémité supérieure de l'araignée fonctionne pour commander le mouvement de la barre de contrôle dans le tube-guide. Ainsi, l'introduction et le retrait contrôlés des barres commande en général la quantité de puissance produite par le réacteur nucléaire.

Le fonctionnement des grappes de commande dans le réacteur nucléaire peut avoir pour résultat que ces grappes soient soumises à une usure due au frottement et aux vibrations. Le mouvement glissant des barres de contrôle au cours de leur introduction et de leur retrait par rapport aux tubes-guides génère un frottement. Ce frottement peut provoquer l'usure des barres de contrôle. D'autre part, l'impact et le frottement des barres de contrôle sur les tubes-guides, à la suite des vibrations engendrées par l'écoulement pendant le fonctionnement du réacteur, peuvent également provoquer l'usure des barres de contrôle.

Par ailleurs, l'eau de refroidissement se trouvant dans la piscine d'entreposage de combustible usé contient typiquement du bore (par exemple 2100-2700 ppm de bore) et le contact de l'eau de refroidissement avec les grappes de commande peut provoquer la corrosion des barres de contrôle et la pollution des systèmes de fluide.

La fréquence et l'amplitude des mouvements de certaines barres de contrôle, notamment lorsque le réacteur est utilisé en mode suivi de charge, sont telles qu'il peut être nécessaire de remplacer systématiquement un certain nombre de grappes de commande lors de chaque rechargement du coeur.

I1 est connu dans la technique de déposer un revêtement protecteur sur la surface extérieure de tels éléments tubulaires soumis au frottement, afin de réduire leur usure. Par exemple, des placages électrolytiques de chrome dur et des placages chimiques de nickel ont été produits sur des barres de contrôle et des grappes de commande.

L'expérience a montré que ces placages présentent des inconvénients, par exemple le fait que les placages électrolytiques de chrome sont généralement fragiles et le nickel déposé par voie chimique peut contaminer le circuit primaire du réacteur. D'autre part, les revêtements contenant du carbure de chrome, auquel est ajouté un alliage d'adhésion nickel-chrome, ont eu des comportements peu satisfaisants lors de l'irradiation. I1 est également connu dans la technique de déposer un revêtement protecteur en réalisant une carbonitruration de la surface extérieure d'un élément tubulaire, par exemple d'un tube de barre de contrôle ou d'un tube-guide, pour un réacteur nucléaire. La nitruration est effectuée par voie ionique. L'élément tubulaire est exposé à un plasma créé par décharge électrique dans une atmosphère basse pression contenant de l'azote et de l'hydrogène. Des ions azote actifs sont implantés à une température suffisamment élevée pour provoquer la diffusion en profondeur des ions. Typiquement, les durées et les températures de traitement sont telles que la couche de revêtement traitée ne dépasse pas une profondeur ou épaisseur maximale. Dans la pratique, le processus de nitruration a été conduit à une température comprise entre environ 500°C et 550°C, pendant un nombre d'heures variable. D'autre part, on a observé dans la pratique que la nitruration, effectuée à ces températures connues, peut aboutir à la formation de nitrure de chrome et à l'appauvrissement en chrome à la surface du revêtement. Cela peut avoir pour résultat que les éléments tubulaires présentent une faible résistance à la corrosion dans le réacteur et des environnements de piscine d'entreposage de combustible usé. I1 est souhaitable de mettre au point un système et un procédé perfectionnés pour la nitruration d'éléments tubulaires, tels que des barres de contrôle et des grappes de commande, afin d'éviter la formation de nitrure de chrome, tout en obtenant une surface traitée d'une épaisseur maximale, qui est apte à résister à l'usure par frottement et/ou à la corrosion. Ces besoins et d'autres besoins sont satisfaits par la présente invention qui a pour objet un procédé perfectionné de traitement d'une surface extérieure d'un élément tubulaire, par exemple d'une barre de contrôle ou d'une grappe de commande, destiné à être utilisé dans un réacteur nucléaire, afin d'améliorer sa résistance à l'usure et/ou sa résistance à la corrosion. Un aspect de la présente invention propose un procédé de traitement d'une surface extérieure d'un élément tubulaire pour former une couche de traitement pour un réacteur nucléaire refroidi à l'eau. Le procédé comprend les étapes suivantes : préparation de l'élément tubulaire à traiter, l'élément tubulaire étant constitué d'un matériau sélectionné dans le groupe comprenant l'acier inoxydable et des matériaux contenant de l'acier inoxydable; maintien de l'élément tubulaire dans une atmosphère sous pression, l'atmosphère contenant un gaz sélectionné dans le groupe comprenant l'azote, l'hydrogène et des mélanges de ceux-ci; production d'une décharge électrique dans l'atmosphère pour générer des ions azote; et nitruration d'au moins une partie de la surface extérieure de l'élément tubulaire, de manière à ce que des ions azote soient implantés dans au moins une partie de la surface extérieure de l'élément tubulaire, jusqu'à une profondeur comprise entre environ 5 et environ 25 µm, la nitruration étant réalisée à une température comprise entre environ 400°C et environ 440°C. Selon un mode de réalisation, la nitruration est réalisée pendant une durée comprise entre environ 12 et environ 40 heures. Un autre aspect de la présente invention propose un système de traitement d'une surface extérieure d'un élément tubulaire pour un réacteur nucléaire refroidi à l'eau. Le système comprend une enceinte hermétique avec une atmosphère qui contient un gaz sélectionné dans le groupe comprenant l'azote et l'hydrogène et des mélanges de ceux-ci. L'enceinte hermétique comporte un cadre, destiné à recevoir l'élément tubulaire, et un générateur pour produire une décharge électrique afin de générer des ions azote actifs. Les ions azote sont implantés par bombardement ionique dans au moins une partie de la surface extérieure de l'élément tubulaire, en vue de former une couche de traitement. L'enceinte hermétique est maintenue à une température comprise entre environ 400°C et environ 440°C. La couche de traitement a une profondeur comprise entre environ 5 et environ 25 µm. Selon un mode de réalisation, l'élément tubulaire est soumis à un bombardement ionique pendant une durée comprise entre environ 12 et environ 40 heures. Encore un autre aspect de la présente invention propose un procédé de traitement d'une surface extérieure d'un élément tubulaire pour améliorer la résistance à l'usure et la résistance à la corrosion dans un réacteur nucléaire refroidi à l'eau, comprenant les étapes suivantes : nettoyage dudit élément tubulaire; installation de l'élément tubulaire dans une enceinte hermétique; et nitruration de l'élément tubulaire dans l'enceinte hermétique, dans une atmosphère qui contient un gaz sélectionné dans le groupe comprenant l'azote, l'hydrogène et des mélanges de ceux-ci; à une température comprise entre environ 400°C et environ 440°C, pour former une couche de traitement sur au moins une partie de la surface extérieure de l'élément tubulaire, la couche de traitement ayant une profondeur comprise entre environ 5 et environ 25 µm, sachant que la couche de traitement comporte des ions azote implantés dans au moins une partie de la surface extérieure de l'élément tubulaire. Selon un mode de réalisation, la nitruration est réalisée pendant une durée comprise entre environ 12 et environ 40 heures. La présente invention sera mieux comprise à l'étude de la description détaillée ci-après des modes de réalisation préférés, avec référence aux dessins annexés, sur lesquels : - la figure 1 est une vue en élévation, partiellement en lignes cachées, d'un assemblage combustible, représenté sous une forme verticalement raccourcie, et d'un assemblage de barres de contrôle pour cet assemblage combustible, - la figure 2A est une vue en élévation partiellement en coupe de l'assemblage de barres de contrôle de la figure 1, qui a été retiré de l'assemblage combustible, - la figure 2B est une vue de dessus en plan de l'ensemble d'araignée de barres de contrôle pour l'assemblage de barres de contrôle de la figure 2A, et - la figure 3 est un schéma montrant un appareil pour traiter un élément tubulaire conforme à un mode de réalisation de l'invention. La présente invention concerne un système et un procédé de traitement d'éléments tubulaires, tels que des assemblages de grappes de commande, destinés à être utilisés dans un réacteur nucléaire. Le traitement comprend l'implantation d'ions azote dans ou sur au moins une partie d'une surface extérieure de l'élément tubulaire. Le traitement est réalisé dans une atmosphère contenant un gaz, à une température comprise entre environ 400°C et environ 440°C. La profondeur de la couche de traitement, par exemple de l'implantation d'ions azote, sur la surface extérieure de l'élément tubulaire, est comprise entre environ 5 et environ 25 µm. La présente invention peut être mise en oeuvre avec différents types d'éléments tubulaires et différentes conceptions de réacteurs nucléaires. Pour simplifier l'exposé, l'invention sera décrite avec référence aux barres de contrôle, aux grappes de commande et à la conception de coeur de réacteur à eau sous pression (REP) qui est connue sous la désignation commerciale AP1000. L'AP1000 est une conception de réacteur de Westinghouse Electric Company LLC, dont le siège social se trouve à Monroeville, en Pennsylvanie. Il est fait référence à l'AP1000 uniquement à titre d'exemple, sans limiter le champ d'application de l'invention. Par conséquent, il faut comprendre que le procédé selon l'invention peut être mis en oeuvre dans un grand nombre d'autres conceptions de réacteurs.

Les indications de directions utilisées ici, telles que supérieur, inférieur, haut, bas, gauche, droit et des dérivés de celles-ci, concernent l'orientation des éléments représentés dans les dessins. Tel qu'il est utilisé ici, le terme "nombre" désigne un élément ou plusieurs éléments (c'est-à-dire une pluralité).

La figure 1 est une vue en élévation d'un assemblage combustible 10 de réacteur nucléaire et d'un assemblage de grappe de commande 36, représentés sous une forme verticalement raccourcie. L'assemblage combustible 10 est du type utilisé dans un REP et présente une structure qui comporte, à son extrémité inférieure, un embout inférieur 12 destiné à supporter l'assemblage combustible 10 sur une plaque de support de coeur inférieure 14 dans la région du coeur du réacteur nucléaire (non représenté), un embout supérieur 16 à son extrémité supérieure et un certain nombre de tubes de guidage ou "chaussettes" 18 qui s'étendent dans le sens longitudinal entre les embouts inférieur et supérieur 12 et 16 et sont fixé(e)s par leurs extrémités opposées de manière rigide à ceux-ci. L'assemblage combustible 10 comprend en outre une pluralité de grilles transversales 20, qui sont espacées axialement le long des tubes-guides 18 et montées sur celles-ci, et un agencement organisé de crayons combustibles 22 allongés, espacés transversalement et supportés par les grilles 20. L'assemblage combustible 20 comporte également un tube d'instrumentation 24 situé en son centre et s'étendant entre les embouts inférieur et supérieur 12 et 16 et monté sur ceux-ci. Chaque crayon combustible 22 contient des pastilles 26 de combustible nucléaire et est fermé à ses extrémités opposées par des bouchons d'extrémité supérieur et inférieur 28 et 30. Les pastilles 26 sont maintenues empilées par un ressort de compression 32 disposé entre le bouchon d'extrémité supérieur 28 et le haut de la pile de pastilles. Les pastilles de combustible 26, constituées de matière fissile, sont responsables de la production de la puissance réactive du réacteur. Un caloporteur liquide, tel que de l'eau ou de l'eau contenant du bore, est pompé vers le haut à travers une pluralité d'ouvertures d'écoulement dans la plaque de support de coeur inférieure 14, en direction de l'assemblage combustible 10. L'embout inférieur 12 de l'assemblage combustible 10 fait passer le caloporteur vers le haut, à travers les tubes-guides 18 et le long des crayons combustibles 22 de l'assemblage, afin d'extraire la chaleur générée dans ceux-ci. Pour contrôler le processus de fission, un certain nombre de barres de contrôle 34 peuvent être déplacées en un mouvement de va-et-vient dans les tubes-guides 18 situés à des emplacements prédéterminés dans l'assemblage combustible 10. La grappe de commande 36 comprend un élément cylindrique 37 à filet intérieur avec une pluralité de pattes ou bras 38 s'étendant dans la direction radiale. La figure 2A représente la grappe de commande 36 (montrée dans la figure 1), après le retrait de celle-ci de l'assemblage combustible 10 (montré dans la figure 1). La figure 2A comporte également les barres de contrôle 34, l'élément cylindrique 37 à filet intérieur et les pattes ou bras 38 s'étendant radialement, comme montré dans la figure 1. La figure 2A comprend en outre un assemblage d'araignée 39. L'araignée 39 est disposée au-dessus de l'embout supérieur 16 (montré dans la figure 1) et porte les barres de contrôle 34. La figure 2B représente en détail l'assemblage d'araignée 39 pour la grappe de commande 36 de la figure 2A. Les barres de contrôle 34, l'élément cylindrique 37 à filet intérieur et les pattes ou bras 38 s'étendant radialement sont englobés dans l'assemblage d'araignée 39.

Comme expliqué plus haut, chaque bras 38 est relié aux barres de contrôle 34 de manière à ce que la grappe de commande 36 (montrée dans les figures 1 et 2A) soit apte à déplacer les barres de contrôle 34 verticalement dans les tubes-guides 18 (montrés dans la figure 1), afin de contrôler ainsi le processus de fission dans l'assemblage combustible 10 (montré dans la figure 1). Chaque crayon combustible 22, chaque barre de contrôle 34 et chaque tube-guide 18 peut être réalisé(e) en acier inoxydable et différents matériaux contenant de l'acier inoxydable, comprenant, sans y être limité, de l'acier au chrome-nickel, par exemple l'acier ANSI 304 dont les principaux constituants sont les suivants : Ni : 8,50 à 11 % en poids, Cr : 17 à 19 % en poids, carbone : 8 % en poids au maximum, et Mn : 2 % en poids au maximum. Le reste est du fer, à l'exception de quelques impuretés minimales inévitables. Conformément à la présente invention, afin de réduire l'usure des barres de contrôle 34 lorsqu'elles glissent avec frottement sur les tubes-guides 18, la surface extérieure de chacune des barres de contrôle 34 est soumise à un processus de traitement. Le traitement comprend la nitruration de la surface extérieure de chaque barre de contrôle 34, de manière à ce que des ions azote soient déposés et/ou implantés à la suite d'un bombardement ionique sur et/ou dans la surface extérieure de chaque barre de contrôle 34. L'épaisseur ou la profondeur de la couche de traitement ou de la surface traitée, par exemple des ions azote, peut varier. Dans la présente invention, la profondeur de la couche de traitement est comprise entre environ 5 et environ 25 µm ou entre environ 5 et environ 22 µm ou entre environ 5 et environ 20 µm ou entre environ 8 et environ 15 µm ou entre environ 10 et environ 12 µm. Par ailleurs, la nitruration peut être réalisée à différentes températures. Dans la présente invention, la nitruration, c'est-à-dire l'implantation d'ions azote dans/sur la surface extérieure des éléments tubulaires, est effectuée à une température comprise entre environ 400 °C et environ 440 °C. Sans vouloir être tenu par une théorie particulière, on pense qu'un élément tubulaire qui est soumis à une nitruration à une température située dans la plage spécifiée et/ou jusqu'à une profondeur située dans la plage spécifiée présente une meilleure résistance à la corrosion et à l'usure, comparé à un élément tubulaire qui est soumis à une nitruration à une température située à l'extérieur de la plage spécifiée et/ou jusqu'à une profondeur située à l'extérieur de la plage spécifiée.

En général, le processus de nitruration comprend la génération d'ions azote actifs, le bombardement de ces ions azote et leur implantation sur ou dans la surface extérieure d'un élément tubulaire pour former un traitement de surface. Cela a pour résultat que la surface traitée est apte à protéger contre la corrosion et l'usure, par exemple lorsque l'élément tubulaire, tel que les barres de contrôle 34 ou les grappes de commande 36, est exposé à l'eau à température élevée et sous haute pression dans un coeur de réacteur nucléaire. Le processus de nitruration est typiquement réalisé dans des conditions de vide, en présence d'azote et/ou d'hydrogène.

Le processus de nitruration peut être réalisé en utilisant des techniques et appareils classiques, connus dans la technique. Selon un mode de réalisation, la nitruration d'un élément tubulaire, par exemple de barres de contrôle 34 ou de grappes de commande 36, peut être réalisée dans un dispositif tel qu'il est représenté de façon schématique dans la figure 3. Le dispositif de la figure 3 comporte une enceinte 126 hermétique. Cette enceinte 126 hermétique peut être construite d'après différents appareils et dispositifs connus dans la technique pour réaliser une opération de nitruration. L'enceinte 126 hermétique de la figure 3 comprend une pompe à vide (non représentée). La pompe à vide (non représentée) peut être actionnée pour réduire la pression dans l'enceinte 126 hermétique. La pression dans l'enceinte 126 hermétique peut varier. Selon un mode de réalisation, la pompe à vide (non représentée) fonctionne pour ramener la pression dans une plage comprise entre environ 30 à 200 pascals. D'autre part, l'enceinte 126 hermétique est pourvue d'un tuyau d'arrivée 138 muni d'un clapet de non-retour 130 pour introduire de façon contrôlée du gaz dans l'enceinte. Le gaz peut être sélectionné parmi ceux connus dans la technique pour une utilisation dans des opérations de nitruration. Le gaz peut être de l'azote, de l'hydrogène ou des mélanges de ceux-ci. Selon un mode de réalisation, le gaz est de l'azote ou de l'hydrogène. Selon un autre mode de réalisation, le gaz est un mélange d'azote et d'hydrogène. L'enceinte 126 comporte également un générateur 134 destiné à produire une décharge électrique, par exemple une tension, à l'intérieur de l'enceinte. L'enceinte 126 contient un cadre 136 destiné à recevoir un ou plusieurs éléments tubulaires, par exemple des barres de contrôle 34, devant être traités. Les barres de contrôle 34 comportent des bouchons supérieurs 132 temporaires. Une séquence typique de l'opération de nitruration est décrite ci-après. Pour simplifier l'exposé, le fonctionnement sera décrit avec référence aux barres de contrôle 34. I1 est fait référence à la barre de contrôle 34 uniquement à titre d'exemple, sans limiter le champ d'application de l'invention. Il convient donc de noter que l'opération, telle qu'elle est décrite, peut également être mise en oeuvre avec différents autres types d'éléments tubulaires. Chaque barre de contrôle 34 à traiter est nettoyée, et un bouchon supérieur 132 temporaire est fixé sur l'extrémité supérieure de chaque barre de contrôle 34. Le bouchon 132 est utilisé pour tenir chaque barre de contrôle 34 pendant l'application du revêtement.

Chaque barre de contrôle 34 est placée dans l'enceinte 126, et les parties proches du bouchon supérieur 132 sont masquées pour éviter la nitruration de la surface des barres de contrôle 34 dans ces zones. L'air est évacué de l'enceinte 126 et une atmosphère d'azote et d'hydrogène sous basse pression est créée. La pression totale est comprise entre environ 100 et environ 150 Pa, de préférence entre environ 130 et environ 140 Pa, et tout particulièrement d'environ 133 Pa. La pression partielle d'azote peut être comprise dans la plage allant d'environ 40 à environ 60 Pa. Une tension qui est typiquement comprise entre environ 400 V et environ 700 V, selon la charge, est produite par le générateur 134 dans l'enceinte 126 et les barres de contrôle 34 à traiter. Des ions azote actifs sont créés à la suite de la dissociation du mélange gazeux par la décharge électrique. Les ions azote sont implantés par bombardement ionique sur et/ou dans la surface extérieure des barres de contrôle 34 pour former une surface traitée. Le traitement de nitruration des barres de contrôle 34 est effectué à une température située dans la plage comprise entre environ 400°C à environ 440°C. Un moyen classique (non représenté) est utilisé pour maintenir la température dans cette plage entre environ 400°C à environ 440°C dans l'enceinte 126. L'opération de nitruration est poursuivie jusqu'à ce que la profondeur de l'implantation, par exemple du traitement, ait atteint la valeur souhaitée, comme décrit plus haut. La durée de traitement peut avoir des effets négatifs sur la résistance à la corrosion des barres de contrôle 34 traitées. Ainsi, la durée de traitement est telle que la formation de nitrure de chrome soit réduite à un minimum ou empêchée, tout en obtenant une profondeur ou épaisseur maximale de la couche de revêtement. Selon un mode de réalisation, la durée du traitement de nitruration est d'environ 12 heures ou plus, de préférence entre environ 12 et environ 40 heures, et notamment entre environ 20 et environ 40 heures. La durée de l'opération de nitruration peut dépendre de la composition chimique de l'élément tubulaire qui est traité; par exemple, des types différents d'acier inoxydable et de matériaux contenant de l'acier inoxydable peuvent conduire à des durées de traitement différentes.

Selon un mode de réalisation, à la suite de l'opération de nitruration, les barres de contrôle 34 dont la surface a été traitée peuvent être soumises à un traitement d'oxydation. Dans ce mode de réalisation, l'air est évacué de l'enceinte 126 et elle est remplie avec une atmosphère oxydante, sous une pression à peu près de même valeur que pendant l'opération de nitruration. Un plasma, qui contient des ions oxygène actifs, est généré pour réaliser une oxydation limitée du traitement de surface, par exemple d'ions azote implantés. Cette étape peut être exécutée à une température comprise entre environ 400°C et environ 440°C, pendant une durée suffisante pour obtenir une passivation appropriée. Typiquement, la durée sera supérieure à une heure et inférieure à ce laps de temps, ce qui pourrait avoir pour résultat la passivation du métal à une profondeur plus importante que celle obtenue par les ions azote.

A la suite de l'opération de nitruration ou, facultativement, l'opération d'oxydation, les barres de contrôle 34 sont retirées de l'enceinte 126. Le bouchon supérieur 132 temporaire est enlevé. Les barres de contrôle 34 sont chargées avec un matériau absorbant, et le bouchon d'extrémité définitif (non représenté) est mis en place dans chaque barre de contrôle 34. Selon un autre mode de réalisation, les barres de contrôle 34 sont chargées avec un matériau absorbant les neutrons et sont fermées avant d'être soumises à l'opération de nitruration décrite plus haut. Le traitement de surface qui en résulte sur l'élément tubulaire a une dureté qui peut varier. La dureté peut être mesurée en utilisant différents appareils et procédés connus dans la technique (par exemple ASTM E-384). Selon un mode de réalisation, la dureté du traitement de surface est mesurée en utilisant un appareil d'essai de dureté Knoop à mi-profondeur de cémentation avec une charge de 25 grammes. Dans ce mode de réalisation, le traitement de surface a une microdureté comprise entre environ 1150 et environ 1650 KHN et de préférence entre environ 1169 et environ 1610 KHN. La présente invention peut être appliquée à des éléments tubulaires destinés à être utilisés dans des réacteurs nucléaires, autres que des barres de contrôle et des grappes de commande. En particulier, elle peut être mise en oeuvre pour des grappes de barres ayant une autre fonction et dont les surfaces doivent résister à une usure due au frottement ou aux vibrations. D'autre part, il est possible de réaliser un traitement similaire sur la surface intérieure de tubes qui subissent le frottement d'un élément qui glisse à l'intérieur.

Exemple 1 : Essai d'usure pour comparer des tubes nitrurés et chromés Un appareil d'essai d'usure était monté verticalement dans un autoclave. Les conditions et la composition chimique dans l'autoclave étaient représentatives d'un REP en service. Deux éprouvettes, à savoir un tube et un bloc d'usure, étaient réunies pour représenter un couple d'usure typique de REP. Les tubes étaient constitués soit d'échantillons de nitrure ionique soit d'échantillons chromés. Les blocs d'usure étaient constitués soit d'acier inoxydable 304 soit de Zirlo. Les blocs d'usure en acier inox 304 représentaient la surface intercalaire. Les blocs en Zirlo représentaient la surface intercalaire de guidage de tube-guide. L'appareil d'essai avait plusieurs stations d'essai distinctes. Chaque station comportait un couple d'usure et chaque station avait des charges similaires. Le tableau 1 ci-dessous indique les résultats des essais d'usure. En résumé, les plaques d'usure en acier inox 304 et Zirlo soumises au frottement par les tubes chromés présentaient une usure sensiblement plus importante que les plaques soumises au frottement par les tubes à nitruration ionique. Par ailleurs, les tubes chromés présentaient une usure nettement plus importante que les tubes à nitruration ionique.

TABLEAU 1 Comparaison de la perte de poids moyenne (x10'5 µgrammes) Corrigé Non corrigé Essai N°(livre) Tube Plaque d'usure Tube Plaque d'usure Charge Chrome Nitrure Chrome Nitrure Chrome Nitrure chrome Nitrure nique ionique ionique ionique ionique 9 4 -14 321 27148 14197 -7 255 27060 14109 6 4 99 -30 312 81 95 -88 301 70 8 2 40 -20 75 15 23 -99 77 17 5 2 9 -31 nd nd 6 -127 78 27 7 2 -62 -27 26 13 9 -101 26 13 30 Exemple 2 :Essai de corrosion dans une piscine simulée d'entre osa e de combustible usé Un bain d'eau borée, exposé à l'air et ayant une concentration en bore comprise entre 2100 et 2700 ppm et un pH situé dans la plage allant de 4 à 6, était chauffé à une température de 125°F (52,6°C), à pression ambiante, pendant une durée de 14 jours. Les éprouvettes de tubes étaient placées dans des bacs de réaction remplis avec de l'eau borée et immergés dans un bain d'eau chaude contrôlée. Quatre tubes à nitruration ionique et un tube chromé étaient soumis à l'essai. Un tube à nitruration ionique était traité à une température de nitrure classique, comprise dans la plage allant de 500°C à 550°C, et les trois autres tubes à nitruration ionique étaient nitrurés à une température située dans la plage entre environ 400°C et environ 440°C, conformément à la présente invention. Les résultats de l'essai démontraient que la présence de corrosion était observée par inspection visuelle du tube qui était nitruré dans une plage de température classique, le premier jour. Les tubes qui étaient nitrurés à une température située dans la plage de la présente invention et le tube chromé restaient exempts de corrosion. Les résultats montraient également que la vitesse de corrosion diminuait à mesure que la durée d'exposition était augmentée.

Exemple 3 :Mesures de microdureté Des coupes métallographiques transversales étaient réalisées pour plusieurs tubes en acier inoxydable qui étaient soumis à une nitruration ionique, conformément à la présente invention, pour déterminer la profondeur et la dureté de la couche de traitement, et également pour déterminer si la dureté variait dans la couche de traitement. Les analyses étaient réalisées sur des coupes transversales de la couche de traitement. Les tubes étaient examinés en utilisant des microscopes optiques et sur un appareil d'essai de microdureté Instron automatisé à boucle fermée. L'appareil d'essai de microdureté était équipé d'un pénétrateur à dureté Knoop qui laissait des empreintes en forme de pyramides dans la surface traitée des tubes soumis à l'essai.

La force était maintenue à une pénétration légère de 25 à 50 grammes parce que l'épaisseur de la couche de traitement durcie était faible. Les indications de microdureté étaient liées à la dimension de l'empreinte. En général, plus l'indication de dureté était élevée, plus l'empreinte était petite. Pour obtenir des informations sur la manière dont la microdureté changeait sur la profondeur de la surface traitée du tube, un ensemble d'empreintes de dureté était réalisé, afin de permettre des mesures avec des incréments de profondeur fins. Chaque empreinte était suffisamment espacée des autres pour conserver des indications valables. Sur les micrographies optiques, la couche durcie était visible et apparaissait légèrement plus foncée que la matrice du tube. Des mesures de la profondeur de la couche de traitement durcie étaient réalisées en un certain nombre d'endroits. Les mesures englobaient le haut, le milieu et le bas de la surface de tube, afin de déterminer le degré d'uniformité de la couche de traitement durcie, sur la base de la profondeur. Les résultats figurent dans le Tableau 2.

TABLEAU2 Epaisseur de la couche durcie "X" (gm) Fournisseur "X" Moyen "X" En haut "X" Au Milieu "X" En bas Présent processus 8 10 8 6 basses températures Présent processus 17 11 18 22 basses températures Présent processus 24 nd nd nd basses températures Processus de 58 nd nd nd nitruration classique Processus de 56 nd nd nd nitruration classique Processus de 37 nf nd nd nitruration classique Comme le montre le tableau 2, la profondeur moyenne de la couche de traitement durcie, conformément au processus de la présente invention (c'est-à-dire ayant une température de nitruration située dans 25 30 la plage entre 400°C à 440°C, "Processus basses températures"), était comprise dans la plage allant de 8 µm à 24 µm. La profondeur moyenne de la couche de traitement durcie lors du processus de nitruration classique (c'est-à-dire ayant une température de nitruration située dans la plage entre 500°C et 550°C) était supérieure, à savoir que la profondeur était comprise dans la plage allant de 37 µm à 58 µm. Dans chaque cas, la dureté diminuait de manière significative lorsque la limite de la couche de traitement était atteinte.

Claims (18)

1. REVENDICATIONS1. Procédé de traitement d'une surface extérieure d'un élément tubulaire afin de former une couche de traitement pour une utilisation dans un réacteur nucléaire refroidi à l'eau, comprenant les étapes suivantes : préparation dudit élément tubulaire à traiter, ledit élément tubulaire étant constitué d'un matériau sélectionné dans le groupe comprenant l'acier inoxydable et des matériaux contenant de l'acier inoxydable; maintien dudit élément tubulaire dans une atmosphère sous pression, ladite atmosphère contenant un gaz sélectionné dans le groupe comprenant l'azote, l'hydrogène et des mélanges de ceux-ci; production d'une décharge électrique dans ladite atmosphère pour générer des ions azote; nitruration d'au moins une partie de la surface extérieure dudit élément tubulaire, jusqu'à une profondeur comprise entre environ 5 et environ 25 µm, ladite nitruration étant réalisée à une température comprise entre environ 400°C et environ 440°C.
2. 2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit réacteur nucléaire refroidi à l'eau est un réacteur nucléaire à eau sous pression.
3. 3. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que ladite nitruration est réalisée pendant une durée comprise entre environ 12 et environ 40 heures.
4. 4. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit élément tubulaire est placé dans la piscine d'entreposage de combustible usé dudit réacteur nucléaire à eau sous pression.
5. 5. Procédé selon la revendication 3, caractérisé en ce que ledit élément tubulaire est sélectionné dans le groupe comprenant une barre de contrôle, une grappe de commande et un tube-guide.
6. 6. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit gaz est un mélange d'azote et d'hydrogène.
7. 7. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que la composition de matériaux contenant de l'acier inoxydable comporte de l'acier inoxydable, du nickel et du chrome.
8. 8. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que ladite profondeur est comprise entre environ 5 µm et environ 20 µm.
9. 9. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que la pression de ladite atmosphère est comprise entre environ 30 et environ 150 pascals.
10. 10. Procédé selon la revendication 1, comprenant en outre les étapes suivantes : maintien dans une atmosphère sous pression, une couche nitrurée étant déposée sur ladite surface extérieure dudit élément tubulaire; et introduction d'un plasma dans ladite atmosphère, ledit plasma contenant des ions oxygène actifs pour oxyder au moins une partie de ladite couche nitrurée.
11. 11. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que ladite couche de traitement a une microdureté comprise entre environ 1150 et environ 1650 KHN.
12. 12. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que ladite couche de traitement a une microdureté comprise entre environ 1169 et environ 1610 KHN.
13. 13. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que ladite profondeur est comprise entre environ 8 µm et environ 15 µm.
14. 14. Système de traitement d'une surface extérieure d'un élément tubulaire destiné à être utilisé dans un réacteur nucléaire refroidi à l'eau, comprenant une enceinte hermétique avec une atmosphère qui contient un gaz sélectionné dans le groupe comprenant l'azote, l'hydrogène et des mélanges de ceux-ci, ladite enceinte hermétique comportant un cadre, destiné à recevoir ledit élément tubulaire, et un générateur pour produire une décharge électrique afin de générer des ions azote actifs qui sont implantés par bombardement ionique sur au moins une partie de la surface extérieure de l'élément tubulaire, en vue de former une couche de traitement,caractérisé en ce que ladite enceinte hermétique est maintenue à une température comprise entre environ 400°C et environ 440°C et ladite couche de traitement a une profondeur comprise entre environ 5 et environ 25 µm.
15. 15. Système selon la revendication 14, caractérisé en ce que l'élément tubulaire est soumis à un bombardement ionique avec les ions azote actifs pendant une durée comprise entre environ 12 et environ 40 heures.
16. 16. Procédé de traitement d'une surface extérieure d'un élément tubulaire pour améliorer la résistance à l'usure et la résistance à la corrosion dans un réacteur nucléaire refroidi à l'eau, comprenant les étapes suivantes : nettoyage dudit élément tubulaire; installation dudit élément tubulaire dans une enceinte hermétique; et nitruration dudit élément tubulaire dans ladite enceinte hermétique, dans une atmosphère qui contient un gaz sélectionné dans le groupe comprenant l'azote, l'hydrogène et des mélanges de ceux-ci; à une température comprise entre environ 400°C et environ 440°C, pour former une couche de traitement sur au moins une partie de la surface extérieure dudit élément tubulaire, ladite couche de traitement ayant une profondeur comprise entre environ 5 et environ 25 µm, sachant que la couche de traitement comporte des ions azote implantés dans au moins une partie de la surface extérieure de l'élément tubulaire.
17. 17. Procédé selon la revendication 16, comprenant en outre l'oxydation d'au moins une partie du revêtement formé par ladite nitruration, comprenant les étapes d'évacuation de l'air de ladite enceinte; production d'un plasma contenant des ions oxygène actifs; et mise en contact dudit élément tubulaire avec lesdits ions oxygène en vue d'une oxydation au moins partielle dudit revêtement formé par ladite nitruration.
18. 18. Procédé selon la revendication 16, caractérisé en ce que ladite nitruration est réalisée pendant une durée comprise entre environ 12 et environ 40 heures.